{企业通用培训}AP1000培训堆芯设计.pptx

AP1000教材 堆芯设计 生产准备处,目录,目的 堆芯设计整体特点 反应堆结构 堆芯设计 引用资料,目的,介绍AP1000核电站堆芯及堆芯设计相关知识,,芯-堆芯- AP1000的堆芯 Advanced Passive LWR 先进的非能动的轻水堆,,第三代核电站,第三代核电站的概念： 相对实现了系列化和标准化的第二代技术而言具有更高的安全性和经济性，满足UtilityRD（美国用户要求文件）和EUR要求的先进性机组 URD对新建电站的主要要求： 更大的功率（100150万千瓦） 更高的安全性 更长的寿命（60年） 更短的建设周期（4852个月） 更好的经济性,第三代核电站（续）,更高的安全目标 堆芯热工安全裕量 15%（19%） 堆芯融化概率 1.0*10E-5/堆（ 5.08*10E-7/堆） 大量放射性向环境释放概率 1.0*10E-6/堆（ 5.94*10E-8/堆） 可利用因子 87%（93%）,第三代核电站（续）,更高的经济目标 造价大大降低约为1200美元/KWe （批量化后大幅降低造价）(2200/1760) 生产成本大大降低约3.4美分/KWh,,AP1000堆芯设计整体特点,AP1000 的堆芯保持了传统压水堆（314）的堆芯构造(比利时的Doel 4 和Tihange 3) ； 堆芯核设计依据与第二代压水堆基本相同； 从首炉料开始就实现18 个月长燃料循环； 设计方法和设计内容与第二代压水堆相比有一定改进； 达到第三代压水堆的要求； 具备不调硼负荷跟随能力。

反应堆结构,堆芯,,,压力容器剖面图,堆芯,,田湾,,表示，共计42个通道 MA： MSHIM 灰棒组 A MB： MSHIM 灰棒组 B MC： MSHIM 灰棒组 C MD： MSHIM 灰棒组 D M1： MSHIM 黑棒组 1 M2： MSHIM 黑棒组 2 AO： A.O. 控制棒组 SD1：停堆棒组1 SD2：停堆棒组2 SD3：停堆棒组3 SD4：停堆棒组4,堆芯相关信息,反应堆堆芯由燃料组件、离散式可燃毒物组件、黑体控制棒组件（RCCA）、灰体控制棒组件（GRCA）、中子源组件构成 AP1000 堆芯有157 组燃料组件（163） 堆芯活性区高度为4.267m（3.55） 42个堆芯测量通道 69束控制棒组件,组件,田湾,,田湾,燃料组件相关信息,燃料组件由上管座、下管座、燃料棒、导向管、仪表管和定位格架组成(ROBUST，2.354.45) 组件中燃料棒采用17 x 17 排列（括264 根燃料棒，24 根控制棒导向管和1 根仪表管）（311+18+1） 仪表管位于中间位置，为堆芯中子通量测量和温度测量探测器提供测量通道 导向管提供黑棒RCCA、灰棒GRCA和中子源组件、可燃毒物组件和阻力塞组件的插入通道 每个燃料组件有2个顶部和底部格架，8个中间格架，4个中间搅混格架和一个底部保护格架,,初始堆芯 燃料组件内的燃料棒富集度是53x2.35 + 52x3.40 +52x4.45 使用1558 根硼玻璃可燃毒物棒和8832 根IFBA 可燃毒物棒；69 束控制棒（16 束灰棒，53束黑棒） 每束灰棒由4 根 Ag-In-Cd 棒和20 根不锈钢棒组成黑棒则由24 根 Ag-In-Cd 棒组成 17X17 14 英尺（426.72 厘米）Robust 燃料组件；具备不调硼负荷跟随能力 最大燃料组件卸载燃耗58,000 MWD/TU和最大燃料棒燃耗62,000 MWD/TU,燃料棒,燃料棒相关信息,燃料棒是由ZIRLO包壳管(低锡低铁无铬加铌锆合金 )、二氧化铀陶瓷芯块、压紧弹簧、上端塞和下端塞组成 燃料芯块是圆柱体，芯块端面为碟形，以允许有更多的轴向膨胀和增加裂变气体的贮存空间 燃料棒的空腔和间隙可以容纳燃料释放的裂变气体，补偿包壳和燃料之间不同的热膨胀和辐照期间燃料密度的改变 一些AP1000燃料棒还包含一体化燃料可燃吸收体（IFBA），IFBA是包覆硼化物层的芯块或二氧化铀和氧化钆混合的燃料芯块,控制棒布置,控制棒组件,,控制棒相关信息,控制棒组件按棒束中吸收体的材料和功能分为两类：RCCA黑棒和GRCA灰棒 RCCA（银-铟-镉合金 ）分为三类：温度控制棒、轴向功率分布控制棒和停堆棒 灰棒用于负荷跟踪操作，提供机械补偿替代使用改变硼浓度的化学补偿,可燃毒物组件和中子源组件,可燃毒物由环形薄壁的氧化铝芯块组成，氧化铝(Al2O3)芯块中含有作为碳化硼(B4C)材料的B10 反应堆中有2个初级和2个次级中子源组件 初级源棒含有一个放射性材料，在初始堆芯装料、启动和初始堆芯运行初期自发地发射中子 次级中子源棒含有一个稳定的中子源材料，在堆内运行期间被活化，材料被活化后会释放中子,,堆芯设计基准,在工况I 和工况II 下不希望发生燃料破损，也就是燃料棒包壳压力边界被破坏。

可能会发生少量的燃料破损，但必须处于核电厂净化系统的净化能力之内并与电厂设计基准保持一致 在出现工况III 后，仅有少量燃料棒破损，反应堆能返回安全状态 在发生工况IV 后，反应堆能重建一个安全状态，即维持堆芯次临界并保持冷却堆芯的几何形状,,堆芯设计基准,燃料组件应能经承受运输、操作和堆芯装载中引起的非运行载荷作用 燃料组件可接受控制棒的提升和下插，以便为功率运行和反应性停堆状态提供所需的反应性控制 燃料组件可为堆芯测量仪表的插入提供通道 反应堆压力容器和堆内构件，与燃料组件结构一道，引导反应堆冷却剂流经堆芯由于存在流量分配和旁通流量问题，热量传输性能要求必须满足各种运行模式的要求 燃料棒的设计应满足设计准则的要求，以使燃料棒的燃耗水平达到设计卸料燃耗,堆芯设计组成部分,堆芯核设计 热工水力设计 堆芯水力设计 堆芯监测仪表,核设计工具,使用新版 APA 程序包进行堆芯核设计主要程序如下： 用多群（70 群）两维输运理论组件能谱程序PHOENIX-P 计算燃料组件均匀化两群扩散参数及反射层参数核数据库采用ENDF/B VI 库 用三维两群节块展开法扩散理论程序ANC 进行堆芯计算（包括功率分布、燃耗、临界硼浓度、反应性系数、控制棒价值等等主要的核设计内容） 用一维两群细网扩散理论程序APOLLO 进行轴向功率分布、控制棒微分价值、负荷跟随、功率能力分析等设计计算。

用积分输运理论程序LASER 计算燃料棒内部功率分布,核设计的概念,反应堆是个持续变化的动态系统 有核裂变、裂变产物的积累、堆芯冷却剂温度的变化、控制棒的移动等动态因素 堆芯重要参数如反应性、中子通量分布、燃料燃耗等都是随时间、空间发布变化的 核设计就是通过计算模型对这些变化进行分析,核设计重要参数,燃耗，核燃料消耗的度量 NRC批准的最大平均燃耗为60000MWd/tU 反应性 % 反应性系数 %/单位,,,负反应性反馈：负燃料温度系数；功率运行时有负的慢化剂温度系数 反应性控制（控制棒和硼酸）,,功率分布控制：功率峰因子小于限值 停堆裕量：小于限值 稳定性：氙震荡稳定,热工水力设计概念,设计使堆芯裂变能传递到二环路系统 设计使停堆后把堆芯余热传出来 同时确定电厂的设计准则，对核设计、机械设计、测量仪表等提出设计要求 堆芯热工水力设计中的DNB 分析采用全统计方法（Revised Thermal DesignProcedure -RTDP）,热工水力设计的重要参数,偏离泡核沸腾DNB 偏离泡核沸腾比DNBR DNBR=临界热流密度/最大热流密度 热管因子 Fq=线功率密度峰值/线功率密度平均值 Ql=We/157/264/426.7瓦/cm 燃料温度和包壳温度 燃料熔点2593,,,堆芯水力设计,概念 对堆芯流量大小、流量分配、堆芯阻力及流量的不稳定性等进行计算预计 主要参数： 堆芯流量大小 堆芯阻力及压降 流量的不稳定性,堆芯监测仪表,堆芯功率和功率分布测量系统（IIS） 金属撞击监测系统（松动件）,引用资料,核电专刊（AP1000) 非能动安全先进核电厂AP1000 AP1000研究总论 AP1000研究总报告_第一章-系统设计特征和差异分析 第三代核电技术与AP1000先进核电机组 AP1000技术手册,,谢谢！,,,,,,设计和运行工况,工况I 正常运行工况 工况II 中等频率工况（ 10E-2/堆年） 工况III 稀有事故 （ 10E-2/堆年f 10E-4/堆年） 工况IV 极限事故 （ 10E-4/堆年 f 10E-6/堆年）,,增殖系数 反应性=增殖系数1 反应性系数-反应性随堆芯某参数变化而引起的变化,,。